核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故處理

毛家祥 劉全友 楊加?xùn)| 陸永衛(wèi) 張志陽

（中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）

0 引言

壓水堆核電廠隨著運(yùn)行年限的增加，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）發(fā)生的概率逐年增加。已經(jīng)發(fā)生過SGTR 事故的壓水堆機(jī)組有：1976年的美國Surry 1 號(hào)機(jī)組、1979年的比利時(shí)Doel 2 號(hào)機(jī)組、1982年的美國R.E.Ginna 電廠、1987年的美國North Anna 1 號(hào)機(jī)組、1988年的美國MC Guire 1 號(hào)機(jī)組、1991年的日本Mihama 2 號(hào)機(jī)組、1992年的美國Palo Verdo 2 號(hào)機(jī)組、1996年的比利時(shí)Tihange 電廠等。本文以CP300 壓水堆核電機(jī)組為例，對(duì)蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（SGTR）處理進(jìn)行討論。

1 事故誘因

蒸汽發(fā)生器（SG）傳熱管管束多，CP300 核電機(jī)組電功率為300MW，其單臺(tái)SG 傳熱管多達(dá)2977 根。傳熱管管壁薄，只有1.2mm。同時(shí)傳熱管工作環(huán)境惡劣，其一二次側(cè)均為高溫高壓快速流動(dòng)的冷卻劑，且二次側(cè)為兩相流體。長(zhǎng)年的運(yùn)行對(duì)管壁不斷沖刷而造成磨損腐蝕。一二次側(cè)冷卻劑為了控制PH 值，分別添加了LiOH、N2H4等，SG 的汽水分離又造成了二次側(cè)冷卻劑中雜質(zhì)的局部濃縮，這就容易造成傳熱管的點(diǎn)蝕、縫隙腐蝕和苛性腐蝕。此外傳熱管還受到應(yīng)力腐蝕、疲勞腐蝕等的侵害。這些金屬的局部腐蝕對(duì)蒸發(fā)器傳熱管危害很大，容易造成傳熱管在運(yùn)行過程中的失效，且具有難以預(yù)測(cè)的特點(diǎn)。

2 事故征兆

CP300 核電機(jī)組的蒸汽發(fā)生器、除氧器及凝汽器均設(shè)置有輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)。一旦出現(xiàn)SGTR 事故，可能出現(xiàn)的報(bào)警和現(xiàn)象有：蒸汽發(fā)生器排污水放射性高并可能報(bào)警（CB-524）；蒸汽發(fā)生器取樣水放射性高并可能報(bào)警（CB-524）；凝汽器抽氣器排氣放射性高并可能報(bào)警（CB-524）；除氧器排氣放射性高；N-16 監(jiān)測(cè)儀指示上升（CB-524）。

SGTR 會(huì)引起一回路冷卻劑泄漏，造成一回路水裝量的減少，從而引起的報(bào)警、現(xiàn)象及自動(dòng)動(dòng)作有：容控箱液位下降并可能發(fā)“VCT 液位低”報(bào)警（CB-520）；上充流量增加并可能發(fā)“上充泵母管流量高”報(bào)警（CB-520）；可能發(fā)“穩(wěn)壓器低液位偏差”報(bào)警（CB-521）；“SG 泄漏率高”報(bào)警（CB-524）。上充流量增加；當(dāng)容控箱液位降到1.25m 時(shí)，容控箱補(bǔ)給系統(tǒng)動(dòng)作；蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)入口隔離閥V19-03A/B 可能關(guān)閉；蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性高到0.37Bq/g 時(shí)，排污系統(tǒng)閥門V19-12、V19-19 切換，將排污水送混床處理；穩(wěn)壓器備用電加熱器可能投入。

3 事故處理預(yù)期響應(yīng)

SGTR 一旦被確認(rèn)，操縱員應(yīng)首先關(guān)注一回路水裝量和SG 二次側(cè)放射性水平。增加上充流量以維持穩(wěn)壓器液位，并確保上充流的硼濃度與主系統(tǒng)硼濃度一致，避免硼化或稀釋使工況更加復(fù)雜。取樣分析SG 二次側(cè)放射性水平。如果蒸發(fā)器排污系統(tǒng)沒有自動(dòng)隔離，確認(rèn)排污液通過混床處理，根據(jù)需要投入第二組混床。對(duì)一回路冷卻劑的泄漏率進(jìn)行計(jì)算，通過確定的主系統(tǒng)泄漏率，以指導(dǎo)后續(xù)的行動(dòng)。

若突破了運(yùn)行限制條件，依照相應(yīng)的退防準(zhǔn)則，電站須降模式運(yùn)行。當(dāng)一回路冷卻劑泄漏率大于0.227m3/h，則根據(jù)技術(shù)規(guī)格書的要求，應(yīng)在4 小時(shí)內(nèi)使泄漏率降低到限值以內(nèi)，否則在以后的6 小時(shí)內(nèi)電站至少到中間停堆A 價(jià)段，在以后30 小時(shí)內(nèi)到冷停堆；取樣分析蒸汽發(fā)生器排污水放射性水平，當(dāng)?shù)鈩┝慨?dāng)量比活度達(dá)到2.7Bg/g 或總β 大于14.8Bg/g 時(shí)，則在6 小時(shí)內(nèi)電站至少到中間停堆A 價(jià)段，在以后30 小時(shí)內(nèi)到冷停堆。

同時(shí)電廠管理要求，機(jī)組在模式1，2，3，4A 和4B 下，穩(wěn)壓器水位低于其正常運(yùn)行范圍下限（2.3m）以下；或蒸汽發(fā)生器傳熱管破損輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（R26）的有效讀數(shù)超過0.227 m3/h，且時(shí)間超過5 分鐘；或二回路系統(tǒng)比活度大于2.7×103Bq/kg 等效I-131 當(dāng)量比活度，此時(shí)電廠應(yīng)進(jìn)入應(yīng)急待命狀態(tài)。

在模式1，2，3，4A 和4B 下，發(fā)生蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故并導(dǎo)致專設(shè)安全設(shè)施動(dòng)作，操縱員執(zhí)行應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程（EOP），對(duì)專設(shè)的動(dòng)作情況確認(rèn)完畢后，依據(jù)事故征兆，對(duì)故障蒸汽發(fā)生器加以識(shí)別、隔離，首先終止蒸發(fā)器對(duì)環(huán)境大氣的直接排放，隨后對(duì)一回路快速降溫降壓，減緩一回路冷卻劑通過故障蒸發(fā)器向二回路的泄漏，及時(shí)終止安注系統(tǒng)向堆芯的補(bǔ)給流量，平衡一、二次側(cè)壓力，防止故障蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的滿溢，后續(xù)繼續(xù)降溫降壓，將電廠帶入最佳狀態(tài)。

4 重點(diǎn)關(guān)注

反應(yīng)性可控、堆芯冷卻及放射性的有效包容作為核電廠核安全基本要素，在事故處理的過程中，須被優(yōu)先重點(diǎn)關(guān)注。

核電廠進(jìn)入事故工況，首先應(yīng)對(duì)反應(yīng)性進(jìn)行干預(yù)和控制，將堆芯的核裂變降低至盡可能低的水平，控制燃料芯塊的釋熱率，減小堆芯熱點(diǎn)因子，從源頭上降低冷卻系統(tǒng)的熱負(fù)荷，為確保堆芯幾何尺寸和冷卻劑通道的完整性創(chuàng)造條件?？刂频哪繕?biāo)就是將反應(yīng)堆引入次臨界，并保證足夠的次臨界度，具體來講，須向反應(yīng)堆引入足夠的負(fù)反應(yīng)性，來滿足反應(yīng)堆停堆深度的要求。方式一將反應(yīng)堆控制棒全部落入堆芯，方式二緊急向堆芯注入濃硼酸。同時(shí)終止向堆芯引入正反應(yīng)性的活動(dòng)，如停止汽輪發(fā)電機(jī)組、禁止稀釋、防止冷卻劑過冷等。

堆芯冷卻的目的是將堆芯所產(chǎn)生的裂變熱、衰變熱及各部件的顯熱能夠有效的導(dǎo)入最終熱阱，避免熱量在堆芯的聚集，確保燃料芯塊及燃料包殼在其設(shè)計(jì)工作溫度限值內(nèi)。這就需要有足夠流量的一回路冷卻劑流經(jīng)堆芯，為了保證冷卻的有效性，冷卻劑在堆芯不能發(fā)生偏離泡核沸騰，將熱量從堆芯導(dǎo)出。同時(shí)須有對(duì)一回路冷卻劑進(jìn)行冷卻的途徑和手段，與之相關(guān)的有蒸汽發(fā)生器的水位及給水流量、設(shè)冷水系統(tǒng)及海水系統(tǒng)等。

核電廠發(fā)生SGTR 事故，放射性有效包容受到的挑戰(zhàn)最大。此時(shí)一回路壓力邊界完整性遭到破壞，具有放射性的一回路冷卻劑直接進(jìn)入蒸發(fā)器二次側(cè)，在隔離故障蒸汽發(fā)生器前隨著蒸汽進(jìn)入二回路，對(duì)二回路設(shè)備及人員造成污染，可能伴隨二回路除氧器排氣、凝汽器抽汽排氣、大氣釋放閥或安全閥的動(dòng)作、相應(yīng)管道、閥門的疏水而向大氣環(huán)境擴(kuò)散，造成放射性的局部失控排放，對(duì)公眾和環(huán)境帶來負(fù)面影響。若是泄漏持續(xù)時(shí)間長(zhǎng)或是破管程度嚴(yán)重，造成SG 滿溢，則會(huì)導(dǎo)致更大程度的放射性污染。

為了減輕對(duì)環(huán)境的放射性后果，在SGTR 事故的處理過程中，對(duì)策執(zhí)行的快速性和準(zhǔn)確性至關(guān)重要。事故發(fā)生后立即識(shí)別故障的SG并加以隔離，關(guān)閉對(duì)應(yīng)蒸汽管路的主蒸汽隔離閥，終止對(duì)故障SG 給水的供應(yīng)，調(diào)高故障SG 對(duì)應(yīng)大氣釋放閥的定值。這對(duì)確保第三道屏障的完整性，限制放射性的擴(kuò)散有著直接影響。隨后在確保安全的情況下，要對(duì)主系統(tǒng)快速冷卻，在保證過冷度的情況下，盡快降壓。不斷減小一回路冷卻劑向二回路的泄漏量，減緩二次側(cè)放射性水平增長(zhǎng)，限制一回路冷卻劑的喪失，保證一回路冷卻劑水裝量，最終確保對(duì)堆芯的有效冷卻，防止堆芯惡化；減緩故障SG 二次側(cè)蒸汽壓力的升高，防止故障SG 二次側(cè)通過大氣釋放閥向大氣多次排放；主系統(tǒng)壓力下降以后，條件滿足時(shí)及時(shí)終止安注，平衡一、二次側(cè)壓力，終止一回路冷卻劑向二次側(cè)的泄漏。

5 結(jié)論

在壓水堆核電廠運(yùn)行壽期中后期，SGTR 事故是發(fā)生概率較高的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，但其與電廠在運(yùn)行過程中對(duì)蒸汽發(fā)生器的養(yǎng)護(hù)也有著直接的關(guān)聯(lián)，二次側(cè)水質(zhì)的控制、設(shè)備運(yùn)行限制條件的遵守、大修期間設(shè)備的保養(yǎng)、傳熱管的專項(xiàng)檢查及堵管等良好實(shí)踐對(duì)SGTR 事故預(yù)防起到積極作用。

SGTR 事故有著難以預(yù)見和突發(fā)的特點(diǎn)，事故處理的過程對(duì)事故的緩解及最終后果有著重大影響，開展事故分析，明確處理的優(yōu)先次序及對(duì)關(guān)鍵點(diǎn)的理解和把握，對(duì)事故處理意義重大。

［1］楊文斗，主編.反應(yīng)堆材料學(xué)[M].北京:原子能出版社，2000，10.

［2］秦山核電廠最終安全分析報(bào)告[Z]

［3］秦山核電廠運(yùn)行規(guī)程[Z].